JP2019012018A - シュラウドヘッドの移動方法 - Google Patents

Abstract

【課題】炉内構造物の移動時におけるシュラウドヘッドの落下による燃料集合体の損傷を防止できるシュラウドヘッドの移動方法を提供する。【解決手段】上蓋２を取り外して原子炉圧力容器１を開放した後、上部ガイドロッド１７の下端部が、原子炉圧力容器１の内面に設置された下部ガイドロッド１６の上端部に接続される。この上部ガイドロッド１７の上端が、原子炉圧力容器１の軸方向において、原子炉圧力容器１の真上に形成された原子炉ウェル１９と機器仮置きプール２２を連絡する通路２３の底面２３Ａの位置まで達する。原子炉圧力容器１内の炉心４より上方において原子炉圧力容器１内で原子炉圧力容器１に取り外し可能に設置される、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、通路23内を移動され、さらに、上端が通路２３の底面２３Ａの位置まで達している上部ガイドロッド１７に沿って移動される。【選択図】図１

Description

本発明は、シュラウドヘッドの移動方法に係り、特に、沸騰水型原子力プラントの原子炉を構成する原子炉圧力容器内に設置されている、気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドを移動するのに好適なシュラウドヘッドの移動方法に関する。

沸騰水型原子力プラントの原子炉は、原子炉圧力容器内に、炉心支持板、上部格子板、複数の燃料集合体、複数の制御棒、炉心シュラウド、シュラウドヘッド、気水分離器及び蒸気乾燥器等を配置して構成される。複数の燃料集合体は、原子炉圧力容器内に設置された炉心シュラウド内に配置され、炉心を構成している。これらの燃料集合体の下端部は、炉心シュラウドに取り付けられた炉心支持板を貫通して制御棒案内管の上端に保持される燃料支持金具によって支持され、これらの燃料集合体の上端部は炉心シュラウドに取り付けられた上部格子板によって保持される。複数の制御棒のそれぞれは、下方より燃料集合体の相互間に出し入れされる。炉心を覆うシュラウドヘッドが上部格子板の上端部に取り外し可能に取り付けられ、気水分離器がシュラウドヘッドの上面に取り付けられて上方に向かって伸びている。蒸気乾燥器が、気水分離器よりも上方において原子炉圧力容器の内面に取り外し可能に取り付けられている。上蓋が、原子炉圧力容器の上端部のフランジに取り付けられて、原子炉圧力容器を密封している。

さらに、複数のガイドロッドが、原子炉圧力容器の軸方向に伸びている状態で、原子炉圧力容器の周方向における異なる位置（１８０°の間隔で二箇所）で原子炉圧力容器の内面に設置されている。炉心シュラウドよりも上方に位置するシュラウドヘッド、気水分離器及び蒸気乾燥器等の炉内構造物が、沸騰水型原子力プラントの定期検査時における燃料集合体の交換作業のために、原子炉圧力容器から取り出される際に、さらには、燃料交換作業の終了後で、それらの炉内構造物を原子炉圧力容器内に搬入して下降させる際において、それらのガイドロッドはそれらの炉内構造物をガイドする役割を有している。特に、炉内構造物を原子炉圧力容器内に搬入して下降させるときには、それらのガイドロッドは、原子炉圧力容器の周方向における、炉内構造物の据え付け位置を特定する機能も有している。

特開平２−１２６７６６号公報は、原子炉圧力容器の内面に設置されたガイドロッドの一例を示している。このガイドロッドは、下端が炉心シュラウドヘッドの上端部に位置しており、上端が原子炉圧力容器の上端部のフランジ付近に位置している。

特開平８−３２７７６９号公報に記載された、原子炉圧力容器の内面に設置されたガイドロッドが、上部ガイドロッドと下部ガイドロッドに分割されている。上部ガイドロッドは、下部ガイドロッドの延長線上で下部ガイドロッドよりも上方に配置される。

特開平１−２１０９００号公報にも、上部ガイドロッドと下部ガイドロッドに分割されたガイドロッドが記載されている。この下部ガイドロッドは、下端が炉心シュラウドヘッドの上端部に位置して、上端が原子炉圧力容器内に設置された蒸気乾燥器の下端部の位置で原子炉圧力容器内面に設置された下部ブラケット付近に位置しており、原子炉圧力容器内面に固定されている。上部ガイドロッドは下部ガイドロッドの延長線上で下部ガイドロッドよりも上方に配置され、上部ガイドロッドの下端部は下部ガイドロッドの上端部に取り外し可能に接続される。

特開平１−２１０９００号公報では、上蓋が原子炉圧力容器の上端部のフランジから取り外された状態で、上部ガイドロッドの上端部が、そのフランジの上面よりも上方に向かって伸びており、そして、そのフランジに取り外し可能に設置された支持部材に取り付けられる。上部ガイドロッドの上端部は、その支持部材の上端部に向かって傾斜している。

特開平２−１２６７６６号公報 特開平８−３２７７６９号公報 特開平１−２１０９００号公報

ある一つの運転サイクルでの沸騰水型原子力プラントの運転が停止された後、沸騰水型原子力プラントの定期検査が実施される。この定期検査期間中には、炉心内の一部の燃料集合体の燃料交換が行われる。

特開平１−２１０９００号公報では、沸騰水型原子力プラントの定期検査時には、原子炉圧力容器のフランジに取り付けられた上蓋を取り外して原子炉圧力容器を開放し、そのフランジの上端部に支持部材を取り外し可能に設置する。この支持部材には、上部ガイドロッドが取り付けられており、上部ガイドロッドの下端部が、原子炉圧力容器の内面に固定された下部ガイドロッドの上端部に接続される。

原子炉圧力容器内で上方に位置する蒸気乾燥器が、原子炉圧力容器から取り外されて、原子炉建屋内の天井クレーンに吊り下げられた吊り天秤である吊り具に、特開平１−２１０９００号公報の図５に示すように、４箇所の位置で吊り下げられる。その後、取り外された蒸気乾燥器は、天井クレーンによりその吊り具と共に吊り上げられ、上部ガイドロッドに沿って上昇し、やがて、原子炉圧力容器の上方に形成された原子炉ウェル内の所定の位置に到達する。このとき、冷却水は、原子炉圧力容器内で、原子炉圧力容器の上端部に形成されたフランジの上面の位置まで満たされている。この蒸気乾燥器は、原子炉ウェルから、原子炉ウェルと機器仮置きプールを連絡する通路内を通って機器仮置きプールまで水平方向に移動され、機器仮置きプール内に保管される。次に、気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドが、炉心シュラウドから取り外されて、蒸気乾燥器と同様に天井クレーンにより原子炉ウェル内の所定の位置まで吊り上げられる。さらに、このシュラウドヘッドは、冷却水中を機器仮置きプールまで水平方向に移動され、機器仮置きプール内冷却水中に保管される。

上記の定期検査終了後においては、気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッド、及び蒸気乾燥器が、この順に、上記の吊り具を用いて天井クレーンにより機器仮置きプールから原子炉ウェル内の原子炉圧力容器の真上の位置まで移動され、原子炉圧力容器内の所定の位置まで下降される。そして、それらは、原子炉圧力容器内の所定の位置に設置される。その後、上蓋が原子炉圧力容器のフランジに取り付けられ、原子炉圧力容器が密封される。やがて、次の運転サイクルでの運転を行うために、沸騰水型原子力プラントが再起動される。

蒸気乾燥器、及び気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドを、原子炉圧力容器から取り出すとき、及び蒸気乾燥器及びそのシュラウドヘッドを原子炉圧力容器内に搬入するとき、これらは、天井クレーンに吊り下げられて、原子炉圧力容器内の炉心の真上で原子炉圧力容器の軸方向における、原子炉圧力容器のフランジよりもかなり上方の位置に位置する場合がある。原子炉圧力容器の軸方向におけるこの位置は、特開平１−２１０９００号公報に記載された、原子炉圧力容器の上端部のフランジに取り付けられた支持部材で支持された上部ガイドロッドの上端よりもかなり上方である。

気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドが、原子炉圧力容器内の炉心の真上で原子炉ウェル内において上記のように高い位置（原子炉圧力容器の軸方向において機器仮置きプールと原子炉ウェルを連絡する通路（第１通路）の底面よりも上方の位置）に存在する状態で、そのシュラウドヘッドを天井クレーンに吊っているワイヤが、万が一、切れた場合には、シュラウドヘッドの落下事象が発生する。この落下事象において、シュラウドヘッドが回転しながら落下した場合には、炉心内の燃料集合体が、回転しながら落下するシュラウドヘッドによって損傷を受ける可能性がある。このような燃料集合体の損傷は、避けなければならない。

本発明の目的は、シュラウドヘッドの移動時におけるシュラウドヘッドの落下による燃料集合体の損傷を防止できるシュラウドヘッドの移動方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、上蓋を取り外して原子炉圧力容器を開放した後、上部ガイドロッドの下端部を、原子炉圧力容器の内面に設置された下部ガイドロッドの上端部に接続し、上部ガイドロッドの下端部が下部ガイドロッドの上端部に接続された状態で、上部ガイドロッドが下部ガイドロッドより上方に向かって伸びており、さらに、上部ガイドロッドの上端が、原子炉圧力容器の軸方向において、原子炉圧力容器の真上に形成された原子炉ウェルと原子炉ウェルのとなりに形成された機器仮置きプールを連絡する通路の底面の位置まで達しており、
原子炉圧力容器内に配置された炉心より上方において原子炉圧力容器内で原子炉圧力容器に取り外し可能に設置される、気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドが移動される、原子炉圧力容器内におけるそのシュラウドヘッドの設置位置と機器仮置きプールとの間では、そのシュラウドヘッドを、原子炉ウェルと機器仮置きプールを連絡する通路内を移動させ、さらに、上端がその通路のその底面の位置まで達している上部ガイドロッドに沿って移動させることにある。

下部ガイドロッドの上端部に接続された上部ガイドロッドの上端が、原子炉圧力容器の軸方向において、原子炉ウェルと機器仮置きプールを連絡する通路の底面の位置まで達しているため、炉心より上方において原子炉圧力容器内で原子炉圧力容器に取り外し可能に設置されるシュラウドヘッドが移動される、原子炉圧力容器内におけるシュラウドヘッドの設置位置と機器仮置きプールの間で、このシュラウドヘッドが、炉心の真上であって、原子炉ウェル内の、原子炉圧力容器の軸方向においてその通路の底面の位置よりも上方の位置に位置しているときに、そのシュラウドヘッドが、万が一、その位置から落下する場合であても、落下するシュラウドヘッドを、上部ガイドロッド及び下部ガイドロッドによってガイドしながら下降させることができる。このため、落下するシュラウドヘッドの回転は上部ガイドロッド及び下部ガイドロッドによって防止され、落下するシュラウドヘッドによる、炉心に装荷された燃料集合体の損傷を防止することができる。

上記した目的は、上蓋を取り外して原子炉圧力容器を開放した後、上部ガイドロッドの下端部を、原子炉圧力容器の内面に設置された下部ガイドロッドの上端部に接続し、上部ガイドロッドの下端部が下部ガイドロッドの上端部に接続された状態で、上部ガイドロッドが下部ガイドロッドより上方に向かって伸びており、
原子炉圧力容器内に配置された炉心より上方において原子炉圧力容器内で原子炉圧力容器に取り外し可能に設置される、気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドが移動される、原子炉圧力容器内におけるそのシュラウドヘッドの設置位置と原子炉圧力容器の真上に形成された原子炉ウェルのとなりに形成された機器仮置きプールとの間では、シュラウドヘッドを、浮き部材を設けた吊り具に吊り下げた状態で、原子炉ウェルと機器仮置きプールを連絡する通路内を移動させ、さらに、上部ガイドロッド及び前記下部ガイドロッドに沿って移動させることによっても達成することができる。

原子炉ウェル内で炉心の真上で、浮き部材を設けた吊り具に吊り下げられたシュラウドヘッドが、万が一、浮き部材を設けた吊り具と共に落下した場合には、吊り具に設けられた浮き部材の作用によって、シュラウドヘッド及び吊り具の落下速度が著しく減速されるため、原子炉圧力容器１に向かって落下するシュラウドヘッド及び吊り具による、炉心に装荷された燃料集合体の損傷を防止することができる。

本発明によれば、落下するシュラウドヘッドによる、炉心内の燃料集合体の損傷を防止することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１のシュラウドヘッドの移動方法を示す説明図である。 実施例１のシュラウドヘッドの移動方法が適用される沸騰水型原子力プラントの原子炉の縦断面図である。 図２に示す原子炉内に設置されている下部ガイドロッドの構造図である。 上部ガイドロッドを原子炉内に設置された下部ガイドロッドの上端部に接続した状態を示す説明図である。 図４に示す上部ガイドロッドの構造図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例２のシュラウドヘッドの移動方法を示す説明図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例３のシュラウドヘッドの移動方法に用いられる吊り具の構造図である。 実施例３のシュラウドヘッドの移動方法で用いられる上部ガイドロッドの、原子炉圧力容器への設置状態を示す説明図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例４のシュラウドヘッドの移動方法を示す説明図である。

発明者等は、原子炉圧力容器から取り出された、気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドの移動時において、移動しているシュラウドヘッドが落下する事象が生じても原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている燃料集合体の損傷を防止できるシュラウドヘッドの移動方法について種々の検討を行った。この検討結果を以下に説明する。

原子炉圧力容器から取り出されたそのシュラウドヘッドは、原子炉圧力容器から取り出された後、及び原子炉圧力容器内に搬入されるときに、このシュラウドヘッドは、原子炉ウェルと機器仮置きプールの間を原子炉ウェルと機器仮置きプールを連絡する通路を通して移動される。シュラウドヘッドの移動時には原子炉ウェル、機器仮置きプール及び通路には冷却水が充填されているため、シュラウドヘッドは冷却水中を移動する。蒸気乾燥器の移動時には、冷却水が原子炉圧力容器内で原子炉圧力容器のフランジの上面まで充填されており、原子炉ウェル、機器仮置きプール及び上記の連絡通路内には冷却水が存在しない。このため、原子炉圧力容器と機器仮置きプールの間を移動する蒸気乾燥器は、気中を移動する。上記の連絡通路を移動させるため、シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器は、原子炉ウェル内で原子炉圧力容器内の炉心の真上では、原子炉圧力容器の軸方向においてその通路の底面よりも上方に位置させる必要がある。

このように、気水分離器が取り付けられたシュラウドヘッドが、原子炉ウェル内で原子炉圧力容器内の炉心の真上で、原子炉圧力容器の軸方向において通路の底面よりも上方に位置しているときに、前述のシュラウドヘッドの落下事象が発生したとしても、落下するシュラウドヘッドによる炉心内の燃料集合体の損傷を避けなければならない。上記の検討により、発明者等は、シュラウドヘッドの落下による炉心内の燃料集合体の損傷を防止する以下の対策を考え付いた。すなわち、この対策は、上蓋を取り外して原子炉圧力容器を開放した後、上部ガイドロッドの下端部を、原子炉圧力容器の内面に設置された下部ガイドロッドの上端部に接続し、上部ガイドロッドの下端部が下部ガイドロッドの上端部に接続された状態で、上部ガイドロッドの上端が、原子炉圧力容器の軸方向において、原子炉圧力容器の真上に形成された原子炉ウェルと原子炉ウェルのとなりに形成された機器仮置きプールを連絡する通路の底面の位置まで達しており、原子炉圧力容器内に配置された炉心より上方において原子炉圧力容器内で原子炉圧力容器に取り外し可能に設置されるシュラウドヘッドが移動される、原子炉圧力容器内の位置と機器仮置きプールの間では、このシュラウドヘッドを、原子炉ウェルと機器仮置きプールを連絡する通路内を移動させ、さらに、上端が通路の底面の位置まで達している上部ガイドロッドに沿って移動させることである。

発明者等は、他の対策として、そのシュラウドヘッドを吊り下げる吊り具に浮き部材を取り付けることを考えた。シュラウドヘッドを吊り下げた吊り具がシュラウドヘッドと共に冷却水中で落下したとしても、吊り具に設置された浮き部材の作用により、冷却水中におけるシュラウドヘッド及び吊り具の落下速度が減速され、シュラウドヘッドの回転が防止されるため、落下するシュラウドヘッドによる炉心内の燃料集合体の損傷が防止される。

なお、蒸気乾燥器も、原子炉圧力容器と機器仮置きプールの間で移動され、この移動時において、原子炉ウェル内で原子炉圧力容器内の炉心の真上では、原子炉圧力容器の軸方向においてその通路の底面よりも上方に位置する。この状態で、蒸気乾燥器が、万が一、落下する事象が発生したとしても、落下した蒸気乾燥器は、炉心シュラウドを覆う上部格子板上に設置されているシュラウドヘッドに取り付けられた気水分離器上に落下する。このため、シュラウドヘッドの下方で炉心内に装荷された燃料集合体は、落下する蒸気乾燥器によって損傷を受けることはない。

上記の検討により見出された各対策を反映したそれぞれの実施例を、以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１のシュラウドヘッドの移動方法を、図１ないし図５を用いて以下に説明する。

まず、本実施例が適用される沸騰水型原子力プラントの構造を、図１及び図２を用いて説明する。この沸騰水型原子力プラントは、例えば、改良型沸騰水型原子力プラント（ＡＢＷＲ原子力プラント）である。図２には、沸騰水型原子力プラントの原子炉の構造が示されている。この原子炉は、原子炉圧力容器１、及び原子炉圧力容器１内に配置された炉心シュラウド３、炉心４、炉心支持板６、上部格子板７、シュラウドヘッド８、気水分離器９及び蒸気乾燥器１０を備えている。炉心シュラウド３が、原子炉圧力容器１内に設置される。炉心支持板６は、炉心シュラウド３内に配置されて炉心シュラウド３に取り付けられている。上部格子板７は、炉心シュラウド３の上端に取り付けられ、炉心支持板６よりも上方に配置される。上部格子板７は、格子部材７Ａ，円筒部７Ｂ及びフランジ２９を有する。格子部材７Ａは円筒部７Ｂの下端に取り付けられ、フランジ２９は円筒部７Ｂの上端に取り付けられている。

制御棒（図示せず）を操作する制御棒駆動機構（図示せず）を内部に設置する制御棒駆動機構ハウジング１４が、原子炉圧力容器１の底部に設けられ、この底部から下方に向かって伸びている。複数の制御棒案内管３１が原子炉圧力容器１内で炉心支持板６の下方に配置され、各制御棒案内管３１の下端が原子炉圧力容器１内でそれぞれの制御棒駆動機構ハウジング１４の上端に取り付けられる。複数の燃料支持金具（図示せず）のそれぞれが、炉心支持板６を貫通しており、各制御棒案内管３１の上端によって支持される。

核燃料物質を含む複数の燃料集合体５のそれぞれの下端部が燃料支持金具で支持され、燃料集合体５のそれぞれの上端部が上部格子板７の格子部材７Ａで保持される。これらの燃料集合体５により炉心４が構成され、炉心シュラウド３が炉心４を取り囲んでいる。１つの燃料支持金具が４体の燃料集合体５の下端部を支持しており、１つの制御棒案内管３１内に配置された１体の制御棒が、制御棒駆動機構の操作により、制御棒案内管３１内から燃料支持金具を通してこの燃料支持金具によって支持される４体の燃料集合体５の相互間に挿入される。

シュラウドヘッド８が、上部格子板７の上端部に存在するフランジ２９に取り付けられる。気水分離器９が、シュラウドヘッド８の上端部の曲面部に設置されている。蒸気乾燥器１０は、原子炉圧力容器１内で気水分離器９の上方に配置され、原子炉圧力容器１に設置される。上蓋２が、原子炉圧力容器１の上端部のフランジ１Ａに取り付けられて、原子炉圧力容器１を密封している。原子炉圧力容器１の上端部付近には、タービン（図示せず）に炉心４で発生した蒸気を導く主蒸気配管（図示せず）が接続される主蒸気ノズル１５が形成されている。原子炉圧力容器１と炉心シュラウドの間に形成される環状のダウンカマ内の冷却水を昇圧して各燃料集合体５内に供給する複数のインターナルポンプ１３が、取り外し可能に、原子炉圧力容器１の底部に設けられる。

図３に示す複数の下部ガイドロッド１６が、原子炉圧力容器１の軸方向に伸びている状態で、原子炉圧力容器１の周方向における異なる位置（１８０°の間隔で二箇所）において原子炉圧力容器１の内面に対向して配置される。下部ガイドロッド１６の下端部が上部格子板７の上端部のフランジ２９に取り付けられ、下部ガイドロッド１６の上端部が原子炉圧力容器１の内面に設けられた下部ブラケット１１に取り付けられる。蒸気乾燥器１０及びシュラウドヘッド８のそれぞれの外周部、及びシュラウドヘッド８に取り付けられた気水分離器９設けられたサポートリング（図示せず）の外周部には、下部ガイドロッド１６の本数と同数のラグ（図示せず）が取り付けられている。これらのラグには、下部ガイドロッド１６が挿入される切欠き部が形成されている。それぞれの下部ガイドロッド１６が蒸気乾燥器１０、シュラウドヘッド８、及び気水分離器９設けられたサポートリングのそれぞれに取り付けられたラグに形成された切欠き部に挿入されていることによって、蒸気乾燥器１０、シュラウドヘッド８、及び気水分離器９のそれぞれの、原子炉圧力容器１の周方向における位置決めがなされる。

原子炉圧力容器１は、原子炉建屋（図示せず）内に設置される原子炉格納容器（図示せず）内に設置されている。原子炉建屋内で原子炉圧力容器１の真上には、図１に示すように、原子炉ウェル１９が形成されている。原子炉ウェル１９の両隣には、機器仮置きプール（ドライヤセパレータプール）２２及び燃料貯蔵プール（図示せず）が配置される。原子炉ウェル１９、機器仮置きプール２２及び燃料貯蔵プールは、この順に一直線状に配置され、運転床２１によって取り囲まれている。沸騰水型原子力プラントの運転停止時の定期検査期間中、原子炉ウェル１９と機器仮置きプール２２は第１通路２３によって連絡され、原子炉ウェル１９と燃料貯蔵プールは第２通路（図示せず）によって連絡される。第１通路２３及び第２通路のそれぞれは、図示されていないが、沸騰水型原子力プラントの運転中では、積み重ねられた複数のスロットルプラグ（ゲート部材）により封鎖されている。

原子炉圧力容器１と原子炉格納容器の間には、原子炉ウェル１９の底部の一部になるバッフルプレート２０が配置され、このバッフルプレート２０は原子炉圧力容器１と原子炉格納容器に取り付けられている。

沸騰水型原子力プラントは、ある一つの運転サイクルでの運転が終了したとき、沸騰水型原子力プラントの運転が停止される。この運転停止後において、沸騰水型原子力プラントの定期検査が実施される。定期検査期間中において、沸騰水型原子力プラントの機器、配管の保守点検、及び炉心４に装荷された一部の燃料集合体を交換する燃料交換作業が行われる。原子炉圧力容器１内に設置された炉内構造物、例えば、炉心シュラウド３の保守点検を実施するとき、燃料交換作業を実施するときには、まず、格納容器ヘッドの上方に配置されて原子炉ウェル１９を覆っている、運転床２１に設置されたシールドプラグ（図示せず）が、原子炉建屋内に設置された天井クレーン（図示せず）により除去され、原子炉ウェル１９が解放される。次に、原子炉格納容器の、上蓋２を覆っている格納容器ヘッドが、取り外され、その天井クレーンにより原子炉ウェル１９外に搬出される。上蓋２が、原子炉圧力容器１のフランジ１Ａから取り外され、格納容器ヘッドと同様に、天井クレーンにより原子炉ウェル１９外に搬出される。取り外された格納容器ヘッド及び上蓋２のそれぞれは、運転床２１上に置かれる。

上蓋２が原子炉ウェル１９から搬出された後、図５に示された上部ガイドロッド１７の下端部が、原子炉圧力容器１内に設置された各下部ガイドロッド１６の上端部にそれぞれ接続される。上部ガイドロッド１７を下部ガイドロッド１６の上端部に接続する作業の一例を以下に説明する。

この接続作業には、原子炉ウェル１９を跨いで配置されて運転床２１上に移動可能に設置された燃料交換機（図示せず）が使用される。上部ガイドロッド１７を吊るす取り合い具が燃料交換機の燃料掴み具に取り付けられる。この取り合い具に１本の上部ガイドロッド１７を吊るして燃料交換機の走行台者及び横行台車を操作して上部ガイドロッド１７を１本の下部ガイドロッド１６の真上に位置させ、燃料掴み具を下降させて上部ガイドロッド１７を下降させる。やがて、下降する上部ガイドロッド１７の下端部が下部ガイドロッド１６の上端部に接続される。接続された上部ガイドロッド１７は、原子炉圧力容器１の、フランジ１Ａ付近の内面に設けられた上部ブラケット１２によって保持される。上部ガイドロッド１７の下端部が下部ガイドロッド１６に接続された後、燃料掴み具に取り付けられた取り合い具が上部ガイドロッド１７から取り外され、取り合い具は、燃料掴み具と共に、上方に引き上げられる。他の１本の上部ガイドロッド１７の下端部も、同様に、他の一本の下部ガイドロッド１６の上端部に接続される。下部ガイドロッド１６の上端部に接続された上部ガイドロッド１７の上端は、原子炉圧力容器１の軸方向において、原子炉ウェル１９と機器仮置きプール２２を連絡する第１通路２３の底面２３Ａの位置に位置している
接続された各上部ガイドロッド１７は、原子炉ウェル１９内に配置された支持部材１８によって支持される。支持部材１８は、水平方向に伸びて、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａよりも下方に配置されており、支持部材１８の一端部が原子炉ウェル１９の側面に取り付けられ、支持部材１８の他端部が上部ガイドロッド１７に取り付けられる（図４参照）。支持部材１８は、上部ガイドロッド１７が倒れることを防止する。

支持部材１８の原子炉ウェル１９の側面及び上部ガイドロッド１７への取り付け作業の一例を以下に説明する。この取り付け作業を開始する前に、冷却水２４の水面が原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面の位置まで達するように、原子炉圧力容器１内に冷却水２４を供給する。冷却水２４の水面がフランジ１Ａの上面の位置まで達したとき（図４参照）、原子炉圧力容器１内への冷却水２４の供給が停止される。

支持部材１８の取り付け作業には、例えば、上端部が解放されたプラットフォームを用いる。このプラットフォームは作業員が乗り易くするために床が平らになっており、下方からの放射線を遮へいする放射線遮へい体が床の下に設置され、床の周囲にも放射線を遮へいする放射線遮へい壁が設けられている。支持部材１８が載せられて複数の作業員が乗っているプラットフォームが、天井クレーンに吊り下げられた吊り天秤に４箇所で吊り下げられ、天井クレーンの操作により運転床２１から原子炉ウェル１９内に吊り降ろされる。プラットフォームの上端が支持部材１８の設置箇所付近まで下降したとき、プラットフォームの下降が停止される。その後、冷却水２４の水面が原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面の位置に維持されている状態で、プラットフォーム上の作業員によって、支持部材１８の一端部が原子炉ウェル１９の側面に取り付けられ、支持部材１８の他端部が上部ガイドロッド１７に取り付けられる。各上部ガイドロッド１７に支持部材１８が取り付けられた後、プラットフォームが、天井クレーンにより上昇され、運転床２１上まで移動される。このようにして、各上部ガイドロッド１７への支持部材１８の取り付けが終了する。なお、支持部材１８は、上部ガイドロッド１７によってガイドされて上昇または下降する蒸気乾燥器１０及びシュラウドヘッド８の移動の障害にならないように、上部ガイドロッド１７に取り付けられる。

冷却水２４の水面が原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面の位置に維持されている状態において、支持部材１８の、原子炉ウェル１９の側面及び上部ガイドロッド１７への取り付け作業をプラットフォーム上で行う作業員の被ばく線量は、放射線遮へい体及び放射線遮へい壁を前述のようにプラットフォームに設置することによって著しく抑制できる。プラットフォームに設置された放射線遮へい体及び放射線遮へい壁は、後述の支持部材１８の、原子炉ウェル１９の側面及び上部ガイドロッド１７からの取り外し作業が行われるときにおいても、その作業をプラットフォーム上で行う作業員の被ばく線量を抑制する。

また、プラットフォーム上の作業員は、一端部がプラットフォームに取り付けられた安全帯の他端部を体に取り付けている。作業員が、万が一、支持部材１８の取り付け作業／取外し作業時にプラットフォームから落下した場合には、その安全帯が、作業員が原子炉ウェル１９の底面まで落下することを防いでおり、その底面まで落下する作業員に発生するけがを未然に防いでいる。

蒸気乾燥器１０、及び気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８のそれぞれの搬出作業が開始される。気水分離器９の上方に配置された蒸気乾燥器１０は、原子炉圧力容器１の内面に取り外し可能に取り付けられている。また、炉心シュラウド３は、この炉心シュラウド３の下端に取り付けられた複数のシュラウドサポートレグ（図示せず）によって原子炉圧力容器１の底部の内面に固定されている。このため、炉心シュラウド３の上端に取り外し可能に取り付けられる、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８は、結果的に、原子炉圧力容器１に取り外し可能に取り付けられている。

蒸気乾燥器１０の搬出作業の開始に先立って、第１通路２３を封鎖している複数のスロットルプラグが取り除かれる。このとき、冷却水２４の水面は、原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面の位置に維持されている。蒸気乾燥器１０の搬出作業中においても、冷却水２４の水面はフランジ１Ａの上面の位置に存在する。

まず、蒸気乾燥器１０が、原子炉圧力容器１から取り外され、天井クレーンによって吊り上げられる。この蒸気乾燥器１０は、天井クレーンに吊り下げられた、吊り天秤である吊り具２５に４本のワイヤ２７で吊り下げられている。吊り具２５はビーム２６を有している。ビーム２６は、例えば、特開平１−２１０９００号公報の第３図に示すように、２本用いられており、２本のビーム２６を直交するように組み合わせている。なお、吊り具２５は、直交する２本のビーム２６の替りに正方形状に配置された４本のビーム２６を互いに結合させた構造を用いてもよい。

蒸気乾燥器１０に取り付けられた各ラグの切欠き部内に下部ガイドロッド１６が挿入されているため、吊り具２５を用いて天井クレーンにより吊り上げられる蒸気乾燥器１０は、各下部ガイドロッド１６にガイドされて原子炉圧力容器１内を上昇する。蒸気乾燥器１０に取り付けられた各ラグが下部ガイドロッド１６から上部ガイドロッド１７に対向するまで蒸気乾燥器１０が上昇したとき、各上部ガイドロッド１７が蒸気乾燥器１０に取り付けられた各ラグの切欠き部内に挿入される。このとき以降、蒸気乾燥器１０は、各上部ガイドロッド１７によってガイドされながら上昇する。

蒸気乾燥器１０の下端面が、原子炉圧力容器１内から、原子炉ウェル１９内の炉心４の真上で、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａの位置よりも上方に達したとき、蒸気乾燥器１０の上昇が停止される。このとき、蒸気乾燥器１０に取り付けられた各ラグがそれぞれの上部ガイドロッド１７から外れ、蒸気乾燥器１０の下面が上部ガイドロッド１７の上端よりも上方に位置している。その後、この蒸気乾燥器１０は、天井クレーンにより、機器仮置きプール２２に向かって水平方向に移動される。具体的には、蒸気乾燥器１０は、原子炉ウェル１９内における炉心４の真上の位置から第１通路２３を通って機器仮置きプール２２内の所定位置まで気中を移動される。蒸気乾燥器１０は、機器仮置きプール２２内の所定位置で機器仮置きプール２２の底面上に置かれ、原子炉圧力容器１内に戻されるまで機器仮置きプール２２内に保管される。

次に、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８の搬出作業が実施される。この搬出作業の開始に先立って、冷却水２４が、原子炉ウェル１９、スロットルプラグが取り除かれている第１通路２３及び機器仮置きプール２２内において、下部ガイドロッド１６の上端部に接続された上部ガイドロッド１７の上端よりも上方の設定水位まで充填される（図１参照）。気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、炉心シュラウド３から取り外され、蒸気乾燥器１０と同様に、吊り具２５に吊り下げられて天井クレーンにより原子炉圧力容器１及び原子炉ウェル１９内を上昇する。シュラウドヘッド８の上昇も、シュラウドヘッド８、及び気水分離器９のサポートリングに設けられた各ラグの切欠き部に挿入される下部ガイドロッド１６及び上部ガイドロッド１７のそれぞれにガイドされて行われる。シュラウドヘッド８の下端面が、原子炉ウェル１９内の炉心４の真上で、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａの位置よりも上方に達したとき、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８及び気水分離器９の上昇が停止される。

その後、原子炉ウェル１９内の冷却水２４に浸漬された、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、天井クレーンにより、機器仮置きプール２２に向って水平方向に移動される。気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８は、原子炉ウェル１９から第１通路２３を通って機器仮置きプール２２内の所定位置まで冷却水２４中を移動される。気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８は、機器仮置きプール２２内の所定位置で機器仮置きプール２２の底面上に置かれ、原子炉圧力容器１内に戻されるまでこの機器仮置きプール２２内で冷却水２４中に保管される。

蒸気乾燥器１０、及び気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８の原子炉圧力容器１から機器仮置きプール２２への搬出が終了した後、炉心４に装荷されている一部の、寿命に達した燃料集合体５（使用済燃料集合体）を燃焼度０ＧＷｄ／ｔの新燃料集合体に交換する燃料交換作業が行われる。運転床２１上を移動する燃料交換機を操作して燃料掴み具を下降させて炉心４内の使用済燃料集合体を燃料掴み具で把持し、燃料掴み具を上昇させる。炉心４内の使用済燃料集合体は、燃料掴み具と共に上昇し、原子炉圧力容器１から原子炉ウェル１９内の所定のレベルまで移動される。原子炉ウェル１９と燃料貯蔵プールを連絡する第２通路を封鎖している複数のスロットルプラグは、既に、取り除かれている。

原子炉ウェル１９内の所定のレベルに達した使用済燃料集合体は、燃料交換機により燃料貯蔵プールに向かって水平方向に移動される。燃料交換機により、原子炉ウェル１９から第２通路を通って燃料貯蔵プールまで移動された使用済燃料集合体は、燃料貯蔵プール内で冷却水中に保管されている燃料貯蔵ラック内に収納される。他の燃料貯蔵ラックに収納されている燃焼度０ＧＷｄ／ｔの新燃料集合体は、燃料交換機の燃料つかみ具に把持されて、燃料貯蔵プールから第２通路を通って原子炉ウェル１９まで移動され、さらに、原子炉圧力容器１内の炉心４に装荷される。

燃料交換作業が開始される前または燃料交換作業の終了後に、炉心４の周辺部に装荷されている複数の燃料集合体５が燃料貯蔵プールに移動される。これらの燃料集合体の移動後に、炉心シュラウド３の保守点検（例えば、超音波探傷装置による炉心シュラウド３の傷の探傷、またはウォータジェットピーニングによる炉心シュラウド３の内面への圧縮残留応力の付与）が実施される。さらには、燃料交換作業と並行して、原子炉圧力容器１に接続された配管、及び機器等の保守点検が行われる。

燃料交換作業及び原子炉圧力容器１内の保守点検作業が終了した後、機器仮置きプール２２内に保管されている、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８、及び蒸気乾燥器１０が、順次、原子炉圧力容器１内に搬入される。まず、天井クレーンに吊り下げられた吊り具２５に、機器仮置きプール２２内の、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８を吊り下げる。天井クレーンにより、このシュラウドヘッド８を、機器仮置きプール２２の底面から吊り上げ、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａの位置よりも上方において、第１通路２３を通して原子炉ウェル１９内の炉心４の真上の位置まで冷却水２４中を移動させる。原子炉ウェル１９内の炉心４の真上の位置でシュラウドヘッド８の水平方向への移動が停止される。このとき、シュラウドヘッド８の下面は、各上部ガイドロッド１７の上端よりも上方であって原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａの位置よりも上方に位置しており、シュラウドヘッド８、及び気水分離器９設けられたサポートリングのそれぞれに取り付けられたそれぞれのラグに形成された切欠き部が各上部ガイドロッド１７の真上に位置している。

天井クレーンを操作してシュラウドヘッド８の水平方向への移動が停止された位置からシュラウドヘッド８を原子炉圧力容器１内に向かって下降させる。この下降によって、各上部ガイドロッド１７がそれぞれのラグに形成された切欠き部に挿入される。下降するシュラウドヘッド８及び気水分離器９は、各上部ガイドロッド１７によってガイドされる。やがて、各上部ガイドロッド１７の下端部に接続されたそれぞれの下部ガイドロッド１６が、それぞれのラグに形成された切欠き部に挿入される。その後、下降するシュラウドヘッド８及び気水分離器９は、各下部ガイドロッド１６によってガイドされる。そして、シュラウドヘッド８の下面が、上部格子板７のフランジ２９の上面に着座する。シュラウドヘッド８がこのフランジ２９に取り付けられる。

シュラウドヘッド８がフランジ２９に取り付けられた後、原子炉ウェル１９内の冷却水２４が排出され、冷却水２４の水面が原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面の位置まで低下される。その後、機器仮置きプール２２内の蒸気乾燥器１０が、シュラウドヘッド８と同様に、天井クレーンに吊り下げられた吊り具２５に吊り下げられ、天井クレーンの操作により第１通路２３を通して原子炉ウェル１９内の炉心４の真上の位置まで気中を移動させる。その位置で蒸気乾燥器１０の水平方向への移動が停止される。停止状態にある蒸気乾燥器１０に取り付けられた各ラグに形成された切欠き部は、各上部ガイドロッド１７の真上に位置している。蒸気乾燥器１０が天井クレーンにより下降されると、各上部ガイドロッド１７が蒸気乾燥器１０に設けられたそれぞれのラグに形成された切欠き部に挿入され、蒸気乾燥器１０が上部ガイドロッド１７によってガイドされて下降される。蒸気乾燥器１０は、シュラウドヘッド８と同様に、さらに、下部ガイドロッド１６によってガイドされる。蒸気乾燥器１０が原子炉圧力容器１内で気水分離器９よりも上方の所定の位置まで下降したとき、蒸気乾燥器１０の下降が停止され、原子炉圧力容器１に設置される。

原子炉圧力容器１の内面に取りつけられた下部ガイドロッド１６に接続された上部ガイドロッド１７、及び原子炉ウェル１９の側面及び上部ガイドロッド１７に取り付けられた支持部材１８は、少なくとも、蒸気乾燥器１０の原子炉圧力容器１からの搬出作業の開始前に上部ガイドロッド１７が下部ガイドロッド１６に接続されてから、原子炉圧力容器１内での蒸気乾燥器１０の設置終了までの間、原子炉ウェル１９内に配置されている。

蒸気乾燥器１０の原子炉圧力容器１内への設置終了後に、冷却水２４の水面がフランジ１Ａの上面の位置に維持されている状態（図４参照）で、吊り天秤に吊り下げられた前述のプラットフォームが、天井クレーンにより、支持部材１８の原子炉ウェル１９の内面及び上部ガイドロッド１７への取り付け位置付近まで下降される。プラットフォームに乗っている作業員が、まず、支持部材１８、上部ガイドロッド１７及び原子炉ウェル１９の内面の、支持部材１８取り付け位置付近のそれぞれの除染作業を行い、その後に、支持部材１８を上部ガイドロッド１７、及び原子炉ウェル１９の側面から取り外す。取り外された支持部材１８を乗せたプラットフォームが、運転床２１上まで移動される。

その後、燃料交換機の操作により、燃料交換機の燃料掴み具に取り付けられた取り合い具を、上部ガイドロッド１７の真上の位置から上部ガイドロッド１７の上端付近まで下降させる。上部ガイドロッド１７がその取り合い部に吊り下げられた後、燃料掴み具を上昇させる。上部ガイドロッド１７と下部ガイドロッド１６の接続状態が解除され、上部ガイドロッド１７が燃料交換機の位置まで引き上げられる。この上部ガイドロッド１７は、燃料掴み具から天井クレーンに移され、運転床２１上まで移動される。残りの上部ガイドロッド１７も、同様に、運転床２１上まで移動される。

原子炉ウェル１９内の冷却水が排出され、原子炉圧力容器１内の冷却水の水面も主蒸気ノズル１５及び蒸気乾燥器１０よりも下方まで低下される。上蓋２が、天井クレーンに吊り下げられて原子炉圧力容器１のフランジ１Ａ上まで移動され、原子炉圧力容器１のフランジ１Ａに取り付けられる。上蓋２のフランジ１Ａ上まで移動され、原子炉圧力容器１のフランジ１Ａへの取り付けが終了した後、複数のスロットルプラグが第１通路２３内に設置され、第１通路２３が封鎖される。格納容器ヘッドが上蓋２を覆って原子炉格納容器に取り付けられる。その後、シールドプラグが原子炉ウェル１９を覆って運転床２１に設置される。

沸騰水型原子力プラントの定期検査が終了した後、沸騰水型原子力プラントは、次の運転サイクルでの運転を実施するために起動される。

本実施例では、原子炉圧力容器１を開放した後、上部ガイドロッド１７の下端部を、原子炉圧力容器１の内面に設置された下部ガイドロッド１６の上端部に接続しており、上部ガイドロッド１７の下端部が下部ガイドロッド１６の上端部に接続された状態で、上部ガイドロッド１７の上端が、原子炉ウェル１９内で、原子炉圧力容器１の軸方向において原子炉ウェル１９と機器仮置きプール２２を連絡する第１通路２３の底面２３Ａの位置まで達しているため、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、機器仮置きプール２２と原子炉圧力容器１との間で移動されているときで、炉心４の真上で、原子炉圧力容器１の軸方向において、第１通路２３の底面２３Ａよりも上方に位置しているときに、例えば、ワイヤ２７が切れて、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、万が一、落下する場合には、落下する、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が原子炉圧力容器１の軸方向に沿って回転する前に、この落下する、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８に取り付けられた各ラグに形成された切欠き部に、それぞれの上部ガイドロッド１７が挿入される。このため、落下したシュラウドヘッド８は、上部ガイドロッド１７及び下部ガイドロッド１６によってガイドされながら下降する。

このため、落下するシュラウドヘッド８の回転は上部ガイドロッド１７及び下部ガイドロッド１６によって防止され、落下するシュラウドヘッド８による、炉心４に装荷された燃料集合体５の損傷を防止することができる。

下部ガイドロッド１６に接続された上部ガイドロッド１７が、原子炉ウェル１９内で原子炉ウェル１９の側面に取り付けられた支持部材１８によって支持されるため、落下するシュラウドヘッド８が原因で上部ガイドロッド１７が倒れることを防止でき、落下するシュラウドヘッド８を上部ガイドロッド１７に沿ってガイドすることができる。

前述の落下事象が生じない場合においても、下部ガイドロッド１６に接続された上部ガイドロッド１７により、原子炉圧力容器１から機器仮置きプール２２へ搬出される蒸気乾燥器１０、及び気水分離器９を取り付けたシュラウドヘッド８を、さらには、機器仮置きプール２２から原子炉圧力容器１内に搬入される気水分離器９を取り付けたシュラウドヘッド８、及び蒸気乾燥器１０をガイドすることができる。

特開平１−２１０９００号公報の第３図に示された上部ガイドロッドのように、各上部ガイドロッド１７の上端部を、上部ガイドロッド１７の上端に向かうほど原子炉ウェル１９の側面に近づくように傾斜させてもよい。各上部ガイドロッド１７の上端部をこのように傾斜させることによって、機器仮置きプール２２から原子炉ウェル１９内で炉心４の真上に移動された蒸気乾燥器１０及びシュラウドヘッド８を下方に向かって移動させるとき、蒸気乾燥器１０及びシュラウドヘッド８を上部ガイドロッド１７の上端部の傾斜部に沿ってスムーズに上部ガイドロッド１７の垂直部分に向かって移動させることができる。このため、蒸気乾燥器１０及びシュラウドヘッド８のそれぞれに設けられた各ラグの切欠き部に上部ガイドロッド１７の垂直部分が容易に挿入され、下降する蒸気乾燥器１０及びシュラウドヘッド８が、設置される所定位置まで、上部ガイドロッド１７の垂直部分によってガイドされる。さらに、シュラウドヘッド８が、炉心４の真上で、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の第１通路２３の底面２３Ａの位置よりも上方に位置しているときに、万が一、落下した場合においても、シュラウドヘッド８を上部ガイドロッド１７の上端部の傾斜部に沿ってスムーズに上部ガイドロッド１７の垂直部分に向かって移動させることができ、シュラウドヘッド８に設けられた各ラグの切欠き部に上部ガイドロッド１７の垂直部分を容易に挿入することができる。このため、落下したシュラウドヘッド８も上部ガイドロッド１７でガイドすることができる。

下部ガイドロッド１６に接続されて上方に向かって伸びている上部ガイドロッド１７の上端が、原子炉圧力容器１の軸方向において、原子炉ウェル１９と機器仮置きプール２２を連絡する第１通路２３の底面２３Ａの位置に位置しているため、シュラウドヘッド８または蒸気乾燥器１０を、上部ガイドロッド１７によって遮られることなく、第１通路２３を通して機器仮置きプール２２と原子炉ウェル１９の炉心４の真上の位置の間を容易に移動させることができる。

また、上部ガイドロッド１７の上端が、原子炉圧力容器１の軸方向において、第１通路２３の底面２３Ａの位置に位置しているので、燃料交換時における、炉心４と燃料貯蔵プールとの間での使用済燃料集合体及び新燃料集合体のそれぞれの移動は、上部ガイドロッド１７によって阻害されない。なお、原子炉圧力容器１の軸方向における、原子炉ウェル１９と燃料貯蔵プールは第２通路の底面の位置は、第１通路２３の底面２３Ａの位置と同じである。

本発明の好適な他の実施例である実施例２のシュラウドヘッドの移動方法を、図６を用いて以下に説明する。

本実施例におけるシュラウドヘッドの移動方法は、実施例１のシュラウドヘッドの移動方法において鉄製の放射線遮へい板（放射線遮へい部材）３２を原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面に取り付けて原子炉圧力容器１を放射線遮へい板３２で覆った状態で実施される。

実施例１のシュラウドヘッドの移動方法では、支持部材１８の取り付け作業時における、原子炉圧力容器１の内部から上方に向かう放射線の遮へいは、原子炉圧力容器１内でフランジ１Ａの上端の位置までに存在する冷却水２４によって行われている。

これに対し、本実施例は、支持部材１８の上部ガイドロッド１７への取り付け作業時におけるその放射線の遮へいを、原子炉圧力容器１内でフランジ１Ａの上端の位置までに存在する冷却水２４、及びフランジ１Ａの上端に配置されて原子炉圧力容器１を覆っている、放射線遮へい板３２により行っている。

上記した点を除いて、本実施例のシュラウドヘッドの移動方法は、実施例１のシュラウドヘッドの移動方法と同じである。本実施例のシュラウドヘッドの移動方法のうち実施例１のシュラウドヘッドの移動方法と異なる部分について、詳細に説明する。

シールドプラグ、格納容器ヘッド及び上蓋２が取り外された後、上部ガイドロッド１７の下端部が、実施例１と同様に、原子炉圧力容器１内に設置された下部ガイドロッド１６の上端部に接続される。このとき、冷却水２４の水面は原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上端の位置に存在し、冷却水２４が原子炉圧力容器１内に満たされている。

２本の上部ガイドロッド１７が挿入される２つの切欠き部３３が形成された、鉄製の円形をした放射線遮へい板３２が、天井クレーンに吊るされて原子炉ウェル１９内に下降される。放射線遮へい板３２の厚み方向において放射線遮へい板３２を貫通して形成された２つの切欠き部３３も、上部ガイドロッド１７と同様に、放射線遮へい板３２の周方向に１８０度間隔で形成されている。放射線遮へい板３２の下降に伴って、各上部ガイドロッド１７がそれぞれの切欠き部３３内に挿入される。放射線遮へい板３２は、上部ガイドロッド１７に沿って下降し、やがて、フランジ１Ａの上面に着座する。この上面に置かれた放射線遮へい板３２は、原子炉圧力容器１を覆って、フランジ１Ａに取り外し可能に取り付けられる。

放射線遮へい板３２をフランジ１Ａに取り付けた状態で、第１通路２３の底面２３Ａよりも下方に配置された支持部材１８が、実施例１と同様に、原子炉ウェル１９の側面及び上部ガイドロッド１７に取り付けられる（図６参照）。支持部材１８を上部ガイドロッド１７等に取り付けた後、フランジ１Ａから取り外した放射線遮へい板３２を、天井クレーンによって吊り上げて運転床２１上まで移動させる。支持部材１８が放射線遮へい板３２の切欠き部３３内を通過できるように、各切欠き部３３は、放射線遮へい板３２の半径方向において、上部ガイドロッド１７の挿入位置から放射線遮へい板３２の側面に向かって細長く形成される。切欠き部３３は、放射線遮へい板３２の上面及び下面だけでなく、放射線遮へい板３２の側面にも開口している。さらに、切欠き部３３の水平方向における幅は、支持部材１８の水平方向における幅よりも若干広くなっている。

放射線遮へい板３２が運転床２１上まで移動された後、原子炉圧力容器１から取り外された蒸気乾燥器１０が、実施例１と同様に、天井クレーンによって吊り上げられて下部ガイドロッド１６及び上部ガイドロッド１７のそれぞれに沿って上昇され、原子炉ウェル１９、及びスロットルプラグが取り外された第１通路２３のそれぞれを通って機器仮置きプール２２まで気中を移動される。

その後、冷却水２４が、原子炉ウェル１９、第１通路２３及び機器仮置きプール２２に前述の設定水位まで充填される。炉心シュラウド３から取り外された、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、実施例１と同様に、下部ガイドロッド１６及び上部ガイドロッド１７のそれぞれに沿って上昇され、原子炉ウェル１９及び第１通路２３のそれぞれを通って機器仮置きプール２２まで冷却水２４を移動される。

燃料交換作業及び原子炉圧力容器１内の保守点検作業が終了した後、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８を、機器仮置きプール２２から第１通路２３及び原子炉ウェル１９を通して原子炉圧力容器１内まで冷却水２４中を移動させる。原子炉ウェル１９内に到達したシュラウドヘッド８は、上部ガイドロッド１７及び下部ガイドロッドに沿って下降されてフランジ２９に取り付けられる。その取り付け後、原子炉ウェル１９内の冷却水２４は排出され、冷却水２４の水面はフランジ１Ａの上端の位置まで低下される。そして、蒸気乾燥器１０を、機器仮置きプール２２から第１通路２３を通して原子炉ウェル１９まで気中を移動させる。原子炉ウェル１９内に到達して気中に存在する蒸気乾燥器１０は、上部ガイドロッド１７及び下部ガイドロッドに沿って下降され、気水分離器９よりも上方で原子炉圧力容器１内の所定の位置に取り付けられる。

天井クレーンによって、放射線遮へい板３２を、原子炉ウェル１９内で下降させる。各上部ガイドロッド１７が各切欠き部３３内に挿入され、放射線遮へい板３２は、各上部ガイドロッド１７に沿って下降される。フランジ１Ａの上端まで下降された放射線遮へい板３２は、フランジ１Ａに取り付けられる。放射線遮へい板３２がフランジ１Ａに取り付けられた状態で、支持部材１８が、実施例１と同様に、原子炉ウェル１９の側面及び上部ガイドロッド１７から取り外される。その後、上部ガイドロッド１７が、実施例１と同様に、下部ガイドロッド１６から取り外される。

上蓋２のフランジ１Ａの取り付け、スロットルプラグの第１通路２３内への設置、格納容器ヘッドの原子炉格納容器への取り付け、及びシールドプラグの運転床２１への取り付けが、この順番に実施される。

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、支持部材１８の上部ガイドロッド１７等への取り付け作業、及び支持部材１８の上部ガイドロッド１７等からの取り外し作業のために、放射線遮へい板３２をフランジ１Ａに取り付けて放射線遮へい板３２で原子炉圧力容器１を覆っている。このため、原子炉圧力容器１内からの放射線を放射線遮へい板３２で遮へいすることができ、支持部材１８の取り付け作業を行う、前述のプラットフォーム上の作業員の被ばく線量を、放射線遮へい板３２により、実施例１に比べてさらに低減することができる。

本発明の好適な他の実施例である実施例３のシュラウドヘッドの移動方法を、図７を用いて以下に説明する。

本実施例のシュラウドヘッドの移動方法では、図１に示す吊り具２５に替えて図７に示す吊り具２５Ａが用いられる。吊り具２５Ａは、吊り具２５に複数の浮き部材３０を設けた構造を有している。複数の浮き部材３０は、吊り具２５Ａの各ビーム２６に取り付けられている。浮き部材３０は、内部に空間が形成された中空部材を有し、圧縮空気が密封された中空部材の内部空間に充填されて構成される。

本実施例においても、上蓋２が取り外されて原子炉圧力容器１が解放され、上部ガイドロッド１７Ａの下端部が、実施例１と同様に、原子炉圧力容器１内に設置された下部ガイドロッド１６の上端部に接続される（図８参照）。本実施例では、下部ガイドロッド１６に接続された上部ガイドロッド１７Ａの上端は、図８に示すように、原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面よりも、若干、上方に向かって伸びている。この上部ガイドロッド１７Ａの上端は、実施例１において下部ガイドロッド１６の上端部に接続された上部ガイドロッド１７の、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａの位置まで達している上端よりもかなり下方に位置している。

実施例１と同様に、原子炉圧力容器１から取り外された蒸気乾燥器１０、及び炉心シュラウド３から取り外された、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、順次、原子炉圧力容器１から原子炉ウェル１９に搬出され、第１通路２３を通って機器仮置きプール２２まで移動される。さらに、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８、及び蒸気乾燥器１０が、順次、機器仮置きプール２２から第１通路２３を通って原子炉ウェル１９内に移動され、原子炉ウェル１９から原子炉圧力容器１内に搬入される。原子炉圧力容器１からの搬出時または原子炉圧力容器１内への搬入時において、シュラウドヘッド８または蒸気乾燥器１０は、天井クレーンに吊り下げられた吊り具２５Ａに吊り下げられ、原子炉圧力容器１内では下部ガイドロッド１６の上端部に接続された上部ガイドロッド１７Ａ，及び下部ガイドロッド１６にガイドされて移動する。

上記したシュラウドヘッド８または蒸気乾燥器１０の原子炉圧力容器１からの搬出時、または、シュラウドヘッド８または蒸気乾燥器１０の原子炉圧力容器１への搬入時において、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８、または蒸気乾燥器１０は、吊り具２５Ａに吊り下げられた状態で、原子炉圧力容器１内でのシュラウドヘッド８または蒸気乾燥器１０の設置位置と機器仮置きプール２２の間を移動される。

気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８の、原子炉圧力容器１からの搬出時または原子炉圧力容器１内への搬入時において、天井クレーンに吊り下げられたシュラウドヘッド８が、冷却水２４が充填された原子炉ウェル１９内において、炉心４の真上で、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａよりも上方に位置しているときに、ワイヤ２７が切れて、シュラウドヘッド８が、吊り具２５Ａと共に、万が一、落下した場合において、シュラウドヘッド８が、回転して炉心４に装荷されている燃料集合体５の上端部に接触したとしても、シュラウドヘッド８の落下速度は、吊り具２５Ａに設けられた浮き部材３０により非常に減速され、また、その回転も抑制される。この落下速度の減速により、炉心４に装荷された燃料集合体５の損傷が防止される。

なお、落下する、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８の中心軸が、原子炉圧力容器１の軸方向に沿ったこのシュラウドヘッド８の回転によって原子炉圧力容器１のフランジ１Ａの上面付近で水平になったときには、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が中心軸方向において或る幅を有しているため、落下したそのシュラウドヘッド８は、原子炉圧力容器１のフランジ１Ａによりそれよりも下方への落下が妨げられ、炉心４内の燃料集合体５の損傷が避けられる。また、落下したそのシュラウドヘッド８の中心軸が水平状態とは異なって或る角度範囲内に傾斜しているとき、落下するそのシュラウドヘッド８は、原子炉圧力容器１内に入って自重によって原子炉圧力容器１内を下降する。原子炉圧力容器１内に入ってさらに落下するそのシュラウドヘッド８の中心軸の角度範囲が、上記の或る角度範囲の一部であるときは、落下したそのシュラウドヘッド８は、上部格子板７のフランジ２９によって下降が阻止され、炉心４内の燃料集合体５の損傷を避けることができる。しかし、原子炉圧力容器１内に入ってさらに落下するそのシュラウドヘッド８の中心軸の角度範囲が、上記の或る角度範囲内の他の角度であるときに、落下したそのシュラウドヘッド８は、上部格子板７のフランジ２９に衝突するものの、変形するため下降が阻止されず、炉心内の燃料集合体が損傷する可能性があるが、前述したように、吊り具２５Ａの浮き部材３０によってそのシュラウドヘッド８の落下速度が著しく減速されるため、落下するそのシュラウドヘッド８によって炉心４内の燃料集合体５に加えられる衝撃力が格段に減少し変形が減少するため、落下するそのシュラウドヘッド８によって炉心４内の燃料集合体５の損傷を防止することができる。

落下したそのシュラウドヘッド８の落下速度は、吊り具２５Ａに設置する浮き部材３０の中空部材内の空間に充填する圧縮空気の圧力によって予め調節される。

本発明の好適な他の実施例である実施例４のシュラウドヘッドの移動方法を、図９を用いて以下に説明する。

本実施例のシュラウドヘッドの移動方法は、実施例１のシュラウドヘッドの移動方法において実施例３で用いられる吊り具２５Ａ（図７参照）を使用するものである。すなわち、本実施例のシュラウドヘッドの移動方法では、図１に示す吊り具２５に変えて図６に示す吊り具２５Ａが用いられる。吊り具２５Ａは、吊り具２５に複数の浮き部材３０を設けた構造を有している。複数の浮き部材３０は、吊り具２５Ａの各ビーム２６に取り付けられている。浮き部材３０は、内部に空間が形成された中空部材を有し、圧縮空気が密封された中空部材の内部空間に充填されて構成される。

本実施例においても、実施例１と同様に、原子炉圧力容器１から取り外された蒸気乾燥器１０、及び炉心シュラウド３から取り外された、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８が、順次、原子炉圧力容器１から原子炉ウェル１９に搬出され、第１通路２３を通って機器仮置きプール２２まで移動される。さらに、気水分離器９が取り付けられたシュラウドヘッド８、及び蒸気乾燥器１０が、順次、機器仮置きプール２２から第１通路２３を通って原子炉ウェル１９内に移動され、原子炉ウェル１９から原子炉圧力容器１内に搬入される。原子炉圧力容器１からの搬出時、または原子炉圧力容器１内への搬入時において、シュラウドヘッド８または蒸気乾燥器１０は、天井クレーンに吊り下げられた吊り具２５Ａに吊り下げられており、実施例１と同様に、下部ガイドロッド１６の上端部に接続されて上方に向かって伸びている上部ガイドロッド１７、及び下部ガイドロッド１６のそれぞれにガイドされて移動する。上蓋２が取り外されて原子炉圧力容器１が解放された後に下部ガイドロッド１６の上端部に接続された上部ガイドロッド１７は、実施例１と同様に、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａの位置まで伸びている。

吊り具２５Ａに吊り下げられたシュラウドヘッド８が、冷却水２４が充填された原子炉ウェル１９内において、炉心４の真上で、原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａよりも上方に位置しているとき、シュラウドヘッド８が、万が一、ワイヤ２７が切れることによって落下したとしても、上部ガイドロッド１７が原子炉圧力容器１の軸方向において第１通路２３の底面２３Ａの位置まで伸びているため、落下したシュラウドヘッド８は、実施例１と同様に上部ガイドロッド１７及び下部ガイドロッド１６によってガイドされて下降する。このため、シュラウドヘッド８の落下によって炉心４内に装荷された燃料集合体が損傷することを防止することができる。

本実施例は、実施例１で生じる他の効果も得ることができる。さらに、本実施例は、吊り具２５Ａに浮き部材３０が設けられているため、実施例３と同様に、落下するシュラウドヘッド８の落下速度がその浮き部材３０によって著しく減速される。このため、落下するシュラウドヘッド８による炉心４内の燃料集合体５の損傷がより確実に防止できる。

なお、実施例２のシュラウドヘッドの移動方法において、実施例３で用いられる吊り具２５Ａを使用してもよい。

１…原子炉圧力容器、１Ａ，２９…フランジ、３…炉心シュラウド、４…炉心、５…燃料集合体、６…炉心支持板、７…上部格子板、７Ａ…格子部材、８…シュラウドヘッド、９…気水分離器、１０…蒸気乾燥器、１６…下部ガイドロッド、１７，１７Ａ…上部ガイドロッド、１８…支持部材、１９…原子炉ウェル、２１…運転床、２２…機器仮置きプール、２３…第１通路、２３Ａ…底面、２４…冷却水、２５，２５Ａ…吊り具、３０…浮き部材。

Claims (13)

1. 上蓋を取り外して原子炉圧力容器を開放した後、上部ガイドロッドの下端部を、前記原子炉圧力容器の内面に設置された下部ガイドロッドの上端部に接続し、前記上部ガイドロッドの下端部が前記下部ガイドロッドの上端部に接続された状態で、前記上部ガイドロッドが前記下部ガイドロッドより上方に向かって伸びており、さらに、前記上部ガイドロッドの上端が、前記原子炉圧力容器の軸方向において、前記原子炉圧力容器の真上に形成された原子炉ウェルと前記原子炉ウェルのとなりに形成された機器仮置きプールを連絡する通路の底面の位置まで達しており、
   前記原子炉圧力容器内に配置された炉心より上方において前記原子炉圧力容器内で前記原子炉圧力容器に取り外し可能に設置されるシュラウドヘッドであって気水分離器が取り付けられた前記シュラウドヘッドが移動される、前記原子炉圧力容器内における前記シュラウドヘッドの設置位置と前記機器仮置きプールとの間では、前記シュラウドヘッドを、前記通路内を移動させ、さらに、上端が前記通路の前記底面の位置まで達している前記上部ガイドロッドに沿って移動させることを特徴とするシュラウドヘッドの移動方法。
2. 前記上部ガイドロッドを前記下部ガイドロッドに接続した後、支持部材を、前記原子炉ウェル内で、前記通路の前記底面よりも下方において前記原子炉ウェルの側面及び前記上部ガイドロッドのそれぞれに取り付ける請求項１に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
3. 冷却水を、前記原子炉圧力容器内で前記原子炉圧力容器の、前記上蓋を取り付けるフランジの上面の位置まで充填し、
   前記冷却水が前記フランジの上面の位置まで充填された状態で、前記支持部材の、前記原子炉ウェルの側面及び前記上部ガイドロッドのそれぞれへの取り付けを行う請求項２に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
4. 放射線遮へい部材を前記上蓋が取り外された前記原子炉圧力容器の上端に設置し、
   前記下部ガイドロッドに接続された前記上部ガイドロッドが、前記原子炉圧力容器の上端に設置された前記放射線遮へい部材を貫通して前記放射線遮へい部材よりも上方に向かって伸びている状態で、前記支持部材の、前記原子炉ウェルの側面及び前記上部ガイドロッドのそれぞれへの取り付けを行う請求項２に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
5. 前記原子炉圧力容器から取り外された前記シュラウドヘッドを前記原子炉圧力容器内の設置位置から前記機器仮置きプールまで移動させるとき、前記上部ガイドロッドに沿って移動される前記シュラウドヘッドは、前記原子炉圧力容器から取り外された前記シュラウドヘッドであり、前記取り外されたシュラウドヘッドが、前記上部ガイドロッドに沿って上昇され、前記炉心の真上で、前記原子炉圧力容器の軸方向において前記通路の前記底面の位置よりも上方まで移動される請求項１または２に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
6. 前記シュラウドヘッドを前記機器仮置きプールから前記原子炉圧力容器内の設置位置まで移動させるとき、前記上部ガイドロッドに沿って移動される前記シュラウドヘッドは、前記原子炉圧力容器内の設置位置に設置される前記シュラウドヘッドであり、前記設置位置に設置されるシュラウドヘッドが、前記炉心の真上で、前記原子炉圧力容器の軸方向において前記通路の前記底面の位置よりも上方の位置から前記上部ガイドロッドに沿って下降され、前記原子炉圧力容器内の前記設置位置まで移動される請求項１または２に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
7. 上蓋を取り外して原子炉圧力容器を開放した後、上部ガイドロッドの下端部を、前記原子炉圧力容器の内面に設置された下部ガイドロッドの上端部に接続し、前記上部ガイドロッドの下端部が前記下部ガイドロッドの上端部に接続された状態で、前記上部ガイドロッドが前記下部ガイドロッドより上方に向かって伸びており、
   前記原子炉圧力容器内に配置された炉心より上方において前記原子炉圧力容器内で前記原子炉圧力容器に取り外し可能に設置されるシュラウドヘッドが移動される、前記原子炉圧力容器内における前記シュラウドヘッドの設置位置と前記原子炉圧力容器の真上に形成された原子炉ウェルのとなりに形成された機器仮置きプールとの間では、前記シュラウドヘッドを、浮き部材を設けた吊り具に吊り下げた状態で、前記原子炉ウェルと前記機器仮置きプールを連絡する通路内を移動させ、さらに、前記上部ガイドロッド及び前記下部ガイドロッドに沿って移動させることを特徴とするシュラウドヘッドの移動方法。
8. 前記シュラウドヘッドを前記機器仮置きプールから前記原子炉圧力容器内の設置位置まで移動させるとき、前記浮き部材が設けられた前記吊り具に吊り下げられて移動される前記シュラウドヘッドは、前記原子炉圧力容器から取り外された前記シュラウドヘッドであり、前記取り外されたシュラウドヘッドが、前記浮き部材が設けられた前記吊り具に吊り下げられた状態で、前記上部ガイドロッドに沿って上昇され、前記原子炉ウェル内における前記炉心の真上の位置まで移動される請求項７に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
9. 前記シュラウドヘッドを前記機器仮置きプールから前記原子炉圧力容器内の設置位置まで移動させるとき、前記浮き部材が設けられた前記吊り具に吊り下げられて移動される前記シュラウドヘッドは、前記原子炉圧力容器内の設置位置に設置される前記シュラウドヘッドであり、前記設置位置に設置されるシュラウドヘッドが、前記浮き部材が設けられた前記吊り具に吊り下げられた状態で、前記上部ガイドロッドに沿って下降され、前記原子炉圧力容器内の前記設置位置まで移動される請求項７に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
10. 前記上部ガイドロッドの下端部が前記下部ガイドロッドの上端部に接続された状態で、さらに、前記上部ガイドロッドの上端が、前記原子炉圧力容器の軸方向において前記通路の底面の位置まで達しており、
    前記シュラウドヘッドの前記上部ガイドロッドに沿った移動時には、前記シュラウドヘッドを、浮き部材を設けた吊り具に吊り下げた状態で、上端が前記原子炉圧力容器の軸方向において前記通路の底面の位置まで達している前記上部ガイドロッドに沿って移動させる請求項７に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
11. 前記上部ガイドロッドを前記下部ガイドロッドに接続した後、前記上部ガイドロッドを、前記原子炉ウェル内で、前記原子炉ウェルの側面に取り付けられた支持部材に取り付ける請求項１０に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
12. 前記原子炉圧力容器から取り外された前記シュラウドヘッドを前記原子炉圧力容器内の設置位置から前記機器仮置きプールまで移動させるとき、前記上部ガイドロッドに沿って移動される前記シュラウドヘッドは、前記原子炉圧力容器から取り外された前記シュラウドヘッドであり、前記取り外されたシュラウドヘッドが、前記上部ガイドロッドに沿って上昇され、前記炉心の真上で、前記原子炉圧力容器の軸方向において前記通路の前記底面の位置よりも上方まで移動される請求項１０または１１に記載のシュラウドヘッドの移動方法。
13. 前記シュラウドヘッドを前記機器仮置きプールから前記原子炉圧力容器内の設置位置まで移動させるとき、前記上部ガイドロッドに沿って移動される前記シュラウドヘッドは、前記原子炉圧力容器内の設置位置に設置される前記シュラウドヘッドであり、前記設置位置に設置されるシュラウドヘッドが、前記炉心の真上で、前記原子炉圧力容器の軸方向において前記通路の前記底面の位置よりも上方の位置から前記上部ガイドロッドに沿って下降され、前記原子炉圧力容器内の前記設置位置まで移動される請求項１０または１１に記載のシュラウドヘッドの移動方法。

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